cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir, Alamat Redaksi : Penerbit Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong - Tangerang Selatan 15314, Indonesia
Arjuna Subject : -
Articles 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008" : 5 Documents clear
STUDI LAJU KOROSI PADUAN Zr-Mo-Fe-Cr DALAM MEDIA UAP AIR JENUH PADA TEMPERATUR 250 - - 300 °C Sungkono Sungkono
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (446.126 KB)

Abstract

ABSTRAK STUDI LAJU KOROSI PADUAN Zr-Mo-Fe-Cr DALAM MEDIA UAP AIR JENUH PADA TEMPERATUR 250 - 300 °C. Logam paduan Zr-Mo-Fe-Cr merupakan salah satu kandidat bahan struktur elemen bakar nuklir di masa mendatang. Logam paduan tersebut harus memenuhi persyaratan sifat mekanik, fisis, kimia dan neutronik sebagai bahan struktur elemen bakar nuklir. Tujuan penelitian ini adalah mempelajari laju korosi paduan Zr-Mo-Fe-Cr dalam media uap air jenuh pada temperatur 250 - 300 °C. Metode penelitian yang digunakan adalah metode gravimetri tidak kontinyu. Hasil pengujian menunjukkan bahwa laju korosi paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr dan Zr-0,8%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr yang telah dihomogenisasi pada temperatur 750 °C selama 3 jam atau temperatur 850 °C selama 3 jam, dalam media uap air jenuh pada temperatur 250 - 300 °C dengan waktu 2 - 16 jam, adalah relatif sama dan naik secara kubik. Akan tetapi, paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr relatif lebih tahan korosi dibandingkan paduan Zr-0,8%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr. Laju korosi paduan Zr-Mo-Fe-Cr dipengaruhi oleh kandungan Mo dan perlakuan homogenisasi terhadap ingot paduannya. KATA KUNCI: Paduan Zr-Mo-Fe-Cr, Homogenisasi, Laju korosi ABSTRACT STUDY OF CORROSION RATE OF Zr-Mo-Fe-Cr ALLOY IN SATURATED VAPOUR MEDIUM AT TEMPERATURES 250 - 300 °C. Zr-Mo-Fe-Cr alloy represents one of the candidates for structure material of nuclear fuel element in the future. The alloy has to fulfil certain qualifications which include mechanical, physical, chemical and neutronic properties to serve as nuclear fuel element structure material. The objective of this research is to study the corrosion rate of Zr-Mo-Fe-Cr alloy in saturated vapour medium at temperatures of 250 - 300 °C. The method used in the research is gravimetry. The test results indicate that the corrosion rates of Zr-0.3%Mo­0.5%Fe-0.5%Cr and Zr-0.8%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloys, which have been homogenized at temperature of 750 °C for 3 hours or at temperature of 850 °C for 3 hours, in saturated vapour medium at temperatures of 250 - 300 °C for 2 - 16 hours, are relatively equal and increase cubically. However, Zr-0.3%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy shows relative better corrosion resistance than Zr-0.8%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy. The corrosion rates of Zr­Mo-Fe-Cr alloys are influenced by the content of Mo and the homogenization treatment of the alloy ingots. FREE TERMS: Zr-Mo-Fe-Cr alloy, Homogenization, Corrosion rate
APPLICATION IRON AND ALUMINUM ELECTRODES IN EMISSION SPECTROGRAPH FOR ANALYZING BORON AND CADMIUM IN URANIUM NUCLEAR FUEL Sahat Simbolon
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (432.524 KB)

Abstract

ABSTRACT APPLICATION OF IRON AND ALUMINUM ELECTRODES IN SPECTROGRAPH EMISSION FOR ANALYZING BORON AND CADMIUM IN URANIUM NUCLEAR FUEL. Analysis of boron and cadmium in nuclear fuel was carried out using iron and aluminum electrodes as well as X-ray film photographic for thorax in emission spectrograph. DC arc excitation source could not be used for iron and aluminum electrodes, since both electrodes melt even at current less than 10 ampere and excitation time less than 2 seconds. AC sparks excitation source using iron and aluminum electrodes could be used for analyzing boron and cadmium after extraction of uranium in nuclear fuel using TBP-kerosene solution. Graphite electrode was also utilized to analyze boron and cadmium with ac sparks method for comparison. X-ray film photographic for thorax was used to replace glass photographic film SA-1. Halogens elements could not be analyzed using this method because they needed higher temperature for excitation. Calibration curves for boron and cadmium were prepared for each electrode for quantitative analysis, sensitivity calculation and detection limit. It was found that the sensitivity for cadmium metal using aluminum electrode was higher than that using iron electrode, even with respect to graphite electrode. Limit of detection of cadmium using aluminum electrode was the lowest although its intercept was the highest. On the other hand, limit of detection of boron using graphite electrode was the lowest but its intercept was the highest. FREE TERMS: Iron and aluminum electrodes, Emission spectrograph, Graphite electrode ABSTRAK PENGGUNAAN ELEKTRODE BESI DAN ALUMINIUM PADA SPEKTROGRAFI EMISI UNTUK ANALISIS BORON DAN KADMIUM DALAM BAHAN BAKAR NUKLIR URANIUM. Analisis boron dan kadmium dalam bahan bakar nuklir dilakukan menggunakan elektrode besi dan aluminium serta pelat film sinar-X untuk toraks pada spektrografi emisi. Sumber eksitasi dc arc tidak dapat digunakan untuk elektrode besi dan aluminium karena kedua elektrode tersebut meleleh meskipun arus kurang dari 10 A dan waktu eksitasi kurang dari 2 detik. Sumber eksitasi ac sparks menggunakan elektrode besi dan aluminium dapat digunakan untuk analisis boron dan kadmium setelah uranium dalam bahan bakar nuklir diekstraksi menggunakan larutan TBP-kerosin. Elektrode grafit juga digunakan untuk analisis boron dan kadmium dengan menggunakan sumber eksitasi ac sparks sebagai perbandingan. Pelat film sinar-X untuk toraks digunakan untuk menggantikan film gelas fotografi SA-1. Unsur-unsur halogen tidak dapat dianalisis dengan metode ini karena unsur-unsur halogen membutuhkan suhu yang lebih tinggi untuk eksitasi. Kurva kalibrasi untuk boron dan kadmium dibuat untuk setiap elektrode untuk analisis kuantitatif, perhitungan sensitivitas dan batas deteksi. Hasil menunjukkan sensitivitas untuk logam kadmium menggunakan elektrode aluminium lebih tinggi dibandingkan elektrode besi, bahkan terhadap elektrode grafit. Batas deteksi kadmium menggunakan elektrode aluminium paling rendah tetapi nilai titik potongnya paling tinggi. Sebaliknya, batas deteksi boron menggunakan elektrode grafit paling rendah tetapi nilai titik potongnya paling tinggi.KATA KUNCI: Elektrode besi, Elektrode aluminium, Spektrografi emisi, Elektrode grafit
STUDY ON SEPARATION OF 137Cs FROM 235U FISSION PROCESS WASTE. UTILIZATION OF SILICA GEL-SUPPORTED FERROCYANIDE COMPLEX SALT FOR 137Cs PICKING Sunarhadijoso Soenarjo; Anung Pujianto
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (557.719 KB)

Abstract

ABSTRACT STUDY ON SEPARATION OF 137Cs FROM 235U FISSION PROCESS WASTE. UTILIZATION OF SILICA GEL-SUPPORTED FERROCYANIDE COMPLEX SALT FOR 137Cs PICKING. In connection with the potential domestic demand especially in the fields of industry and nuclear medicine, the separation of 137Cs from 235U fission process waste is to be of interest although its economic value could be a polemic. A preliminary study on the separation of 137Cs from the 235U fission process waste generated in the production of 99Mo in P.T. BATAN Teknologi, Serpong, was performed through experiments on 137Cs picking from sample solution of the radioactive fission waste (RFW). The presented study is aimed to gain experimental data supporting utilization of the matrix of silica gel-supported ferrocyanide complex salt for the separation of 137Cs from RFW. Subsequent step would be the recovery and purification of 137Cs as part of production technology of 137Cs. The RFW sample was batch-treated with the matrix of silica gel-supported ferrocyanide complex salt which was synthesized from silica gel, potassium hexacyanoferrate(II) and copper(II) chloride. The binding of radioisotopes in RFW on the matrix was observed by y-spectrometry of the RFW solution before and during the treatment. The results showed that approximately 85% of 137Cs could be picked from the RFW sample into the matrix. Less amount of 95Zr and 95Nb was bound into the matrix. 103Ru was slightly bound into the matrix whereas 141/144Ce and 129mTe were not. It was observed that by using 0.2 and 0.4 g of matrix for 10 ml of RFW, the amount of matrix influenced the binding quantity of 95Zr and 95Nb but not that of 137Cs. FREE TERMS: Separation of 137Cs, 235U fission process, Ferrocyanide complex salt, Radioactive fission waste (RFW), y-spectrometry ABSTRAK STUDI PEMISAHAN 137Cs DARI LIMBAH PROSES FISI 235U. PENGGUNAAN MATRIK SILIKA GEL-GARAM KOMPLEK FEROSIANIDA UNTUK PEMUNGUTAN 137Cs. Berkaitan dengan potensi kebutuhan domestik, terutama di bidang industri dan kedokteran nuklir, pemisahan 137Cs dari limbah proses fisi 235U menjadi hal yang menarik walaupun mungkin masih menjadi perdebatan apakah ekonomis atau tidak. Sebagai studi awal untuk pemisahan 137Cs dari limbah proses fisi 235U, telah dilakukan percobaan pemungutan 137Cs dari cuplikan limbah radioaktif proses fisi (radioactive fission waste, RFW) yang dihasilkan pada proses produksi 99Mo di P.T. BATAN Teknologi, Serpong. Percobaan ini bertujuan untuk mendapatkan data eksperiment yang mendukung penggunaan matrik silika gel-garam komplek ferosianida untuk memisahkan 137Cs dari RFW. Tahapan selanjutnya adalah pemungutan dan pemurnian 137Cs sebagai bagian dari teknologi produksi 137Cs. Cuplikan RFW diperlakukan dalam proses batch dengan matrik silika gel-garam komplek ferosianida yang dibuat dari silika gel, kalium heksasianoferat(II) dan tembaga(II) klorida. Pengikatan radioisotop dalam RFW pada matrik diamati dengan teknik spektrometri- terhadap larutan RFW sebelum dan selama perlakuan dengan matrik. Hasil percobaan menunjukkan bahwa sekitar 85% 137Cs dapat terambil dari larutan RFW dan terikat pada matrik. Dalam kuantitas yang lebih rendah, radionuklida 95Zr dan 95Nb juga dapat terikat pada matrik. Radionuklida 103Ru terikat pada matrik dalam jumlah yang relatif kecil sedangkan radionuklida 141/144Ce dan 129mTe tidak terikat. Dengan menggunakan 0,2 dan 0,4 gram matrik untuk perlakuan terhadap 10 ml larutan RFW, dapat diamati adanya pengaruh jumlah matrik terhadap kuantisasi pengikatan 95Zr dan 95Nb tetapi tidak terhadap pengikatan 137Cs. KATA KUNCI: Pemisahan 137Cs, Proses fisi 235U, Garam komplek ferosianida, Limbah radioaktif proses fisi (RFW), Spektrometri-
PENGARUH VARIASI KONSENTRASI HIDROGEN TERHADAP DIFUSIVITAS TERMAL PADUAN UTh4Zr10Hx Hadi Suwarno
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (827.923 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH VARIASI KONSENTRASI HIDROGEN TERHADAP DIFUSIVITAS TERMAL PADUAN UTh4Zr10Hx. Konduktivitas termal merupakan salah satu karakter yang penting dalam proses pengembangan bahan bakar reaktor nuklir, baik untuk reaktor daya maupun penelitian. Difusivitas paduan hidrida logam dalam bentuk logam paduan U-Th-Zr-hidrida dengan komposisi atom U:Th:Zr:H = 1:1:4:9,5; 1:2:6:15,3; dan 1:4:10:x dengan nilai x sebesar 20, 24 dan 27 yang diukur dari suhu 298 hingga 750 K telah dilakukan dengan tujuan untuk mengembangkan bahan bakar reaktor nuklir. Konsentrasi hidrogen di dalam logam paduan U-Th-Zr dapat diatur dengan mengendalikan tekanan dan suhu dalam pembentukan paduan hidrida logam. Hasil pengamatan mikrostruktur menggunakan alat scanning electron micrograph menunjukkan bahwa sebelum proses hidriding paduan terdiri dari fasa Th dan UZr dan setelah proses hidriding terbentuk fasa ThZr2Hx dan ZrHy, sementara logam U terdistribusi secara heterogen di antara batas butir fasa ThZr2Hx dan ZrHy. Hasil pengukuran difusivitas termal paduan hidrida menunjukkan bahwa naiknya kandungan Th dan Zr akan menurunkan difusivitas paduan hidrida. Untuk paduan UTh4Zr10-hidrida, UTh4Zr10H20 memiliki sifat difusivitas termal yang relatif stabil terhadap kenaikan suhu. Konduktivitas termal paduan U-Th-Zr-hidrida lebih baik dibanding UO2 yang biasa digunakan sebagai bahan bakar reaktor nuklir, sementara paduan UTh4Zr10H20 memiliki konduktivitas termal yang paling stabil. KATA KUNCI: Bahan bakar nuklir, Hidrida logam, Difusivitas termal ABSTRACT THE EFFECTS OF VARYING HYDROGEN CONCENTRATION ON THERMAL DIFFUSIVITY OF UTh4Zr10Hx ALLOY. Thermal conductivity is one among the important characteristics in the development of nuclear fuels, both for power and research reactors. Diffusivity of the metal-hydride alloys in the form of U-Th-Zr-hydride with the atomic ratio of U:Th:Zr:H = 1:1:4:9.5; 1:2:6:15.3; and 1:4:10:x with the x values equal to 20, 24, and 27 measured at temperature of 298 to 750 K has been studied in order to develop nuclear reactor fuels. Hydrogen concentration in the U-Th-Zr compounds could be arranged by controlling the temperature and pressure during the formation of metal-hydride alloys. Microstructure analyses using scanning electron micrograph showed that before hydriding process the alloys consisted of Th and UZr phases and after hydriding ThZr2Hx and ZrHy phases were formed, while the U metal was distributed heterogeneously among the ThZr2Hx and ZrHy phases. Thermal diffusivity measurement results showed that the increase of Th and Zr contents in the alloys will reduce the thermal diffusivity of the alloys. In the case of UTh4Zr10-hydrides, the thermal diffusivity properties of UTh4Zr10H20 compound was relatively stable at elevated temperature. Thermal conductivity of the U-Th-Zr alloys showed better properties compared to that of UO2 pellets normally used in the nuclear power plant, while that of UTh4Zr10H20 is the most stable. FREE TERMS: Nuclear fuel, Metal hydride, Thermal diffusivity
PROSES OKSIDASI PELET (UO2+ZrO2) SINTER Ghaib Widodo; Haryono Setyo Wibowo; Hendro Wahyono; Sigit .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (445.085 KB)

Abstract

ABSTRAK PROSES OKSIDASI PELET (UO2+ZrO2) SINTER. Proses oksidasi pelet (UO2+ZrO2) sinter telah dilakukan dengan tujuan untuk memperoleh data proses oksidasi pelet sinter menjadi serbuk U3O8 sebagai langkah awal mempelajari daur ulang bahan bakar dengan proses AIROX secara simulasi. Pelet (UO2+ZrO2) sinter dengan konsentrasi ZrO2 yang divariasi dari 0 – 1 % dioksidasi pada suhu 300 – 500 °C dengan waktu 0,5 – 2 jam hingga berubah menjadi serbuk U3O8. Dari proses tersebut diperoleh data efisiensi oksidasi dan karakterisasi serbuknya yaitu densitas. Hasil percobaan menunjukkan bahwa proses oksidasi mulai terjadi pada suhu 400 oC dengan waktu 0,5 jam yang ditandai dengan perubahan pelet UO2 berwarna hitam keabu-abuan menjadi serbuk U3O8 berwarna hitam kecoklatan. Efisiensi oksidasi 100% diperoleh untuk waktu 2 jam pada konsentrasi ZrO2 sebesar 0,4%, sedangkan densitas tertinggi diperoleh pada konsentrasi ZrO2 sebesar 0,2 %. KATA KUNCI: Proses oksidasi, Pelet (UO2+ZrO2) sinter, Serbuk U3O8, Densitas ABSTRACT OXIDATION PROCESS OF SINTERED (UO2+ZrO2) PELLETS. Oxidation process of sintered (UO2+ZrO2) pellets in order to obtain sintered pellet oxidation data to produce U3O8 powder has been carried out as a preliminary study of fuel recycle simulation with AIROX process. The sintered (UO2+ZrO2) pellets with variation of ZrO2 concentration from 0 – 1% were heated at temperature 300 – 500 °C for 0.5 – 2 hours to produce U3O8 powder. From the process above, the oxidation efficiency and the powder characterization, i.e. the density, were determined. The results showed that the oxidation process occurred at temperature above 400 °C after 0.5 hour in which grayish black U3O8 pellets had changed into brownish black U3O8 powder. Oxidation efficiency of 100% was achieved after 2 hours at ZrO2 concentration of 0.4%, while the highest density was obtained at ZrO2 concentration of 0.2%. FREE TERMS: Oxidation process, (UO2+ZrO2) sintered pellet, U3O8 powder, Density

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2008 2008


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 11, No 1 (2015): Januari 2015 Vol 10, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014 Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013 Vol 8, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012 Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 7, No 1 (2011): Januari 2011 Vol 6, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 6, No 1 (2010): Januari Vol 5, No 2 (2009): Juni 2009 Vol 5, No 1 (2009): Januari 2009 Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008 Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008 Vol 3, No 2 (2007): Juni 2007 Vol 3, No 1 (2007): Januari 2007 Vol 2, No 2 (2006): Juni 2006 Vol 2, No 1 (2006): Januari 2006 Vol 1, No 2 (2005): Juni 2005 Vol 1, No 1 (2005): Januari, 2005 More Issue